隨著我國自主化研究和設計的第三代壓水堆核電站華龍一號的開工建設,我國的核能研發(fā)和設計水平也上升到了一個新的階段。新的系統(tǒng)及設備在反應堆停堆檢修期間需要進行在役檢查和維修,而從反應堆內(nèi)取出的需要檢修的設備或部件通常都帶有放射性污染。為了檢修人員在作業(yè)時不受到過量的輻射劑量,需要在設備拆解或維修前對部件進行去污操作,以降低設備表面和內(nèi)部的放射性強度,即在役去污作業(yè)。在役去污工藝的的設計對核電站運行、維修的安全性和經(jīng)濟性具有重要的意義和價值。在役去污不同于其他類型的去污,對去污的方法、條件及檢驗標準都有特殊的要求。目前國內(nèi)外的主要去污手段是物理和化學去污方法。通過分析和比較不同去污方法的優(yōu)缺點和工藝特點,作了如下工作:(1)確定了化學去污為主、物理去污為輔的去污工藝,選擇了適用該工藝的化學去污劑種類和主要成分;(2)對新的去污系統(tǒng)從系統(tǒng)運行的主要原則、去污設備的功能和結(jié)構(gòu)、去污系統(tǒng)的工作流程、運行控制及事故工況下采取的措施、系統(tǒng)的布置方案等方面進行了分析和設計,以滿足去污工藝的要求和人員的輻射防護安全;(3)在定性分析的基礎(chǔ)上對系統(tǒng)的主要工藝參數(shù)進行了分析和計算,確定了系統(tǒng)運行的主要設計指標和監(jiān)測量,包括噴嘴的水力特性,空氣過濾設施的流阻分析,超聲波的參數(shù)設計等;(4)專門研究了化學去污設備在運行和操作狀態(tài)下箱蓋的氣密性和安全啟閉的機構(gòu),并提出了與風閥聯(lián)動控制的結(jié)構(gòu)設計,提高了裝置的安全性;(5)根據(jù)運行電站的反饋意見,對主泵水力組件的過濾部件的設計進行了改進,大大降低了去污過程中熱點的產(chǎn)生概率;(6)根據(jù)相關(guān)國家標準和運行電站的管理經(jīng)驗,確定了一個去污效果評價的原則,并通過某核電站的去污工作對去污系統(tǒng)的設計進行了一定程度的檢驗,結(jié)果分析表明去污達到了預期的效果。(7)通過對在役去污的研究、分析,設計了一個應用于我國“華龍一號”核電站去污系統(tǒng)的方案,總結(jié)了今后在役去污領(lǐng)域發(fā)展面臨的主要問題,闡述了今后研究和發(fā)展的方向和重點,為去污系統(tǒng)和設備的標準化設計提供了技術(shù)支撐,也為今后“華龍一號”核電站去污系統(tǒng)的施工設計提供了技術(shù)指導及方案選擇。
【學位單位】：南華大學
【學位級別】：碩士
【學位年份】：2018
【中圖分類】：TM623.91
【部分圖文】：

圖 1.1 華龍一號堆型三維模型 核電站設備檢修主要污染物的來源和特點華龍一號核電廠的運行壽期為 60 年，換料周期為 18 個月，在停堆換系統(tǒng)和設備進行檢查、維修和更換。在經(jīng)歷了若干個燃料循環(huán)周期后相關(guān)輔助系統(tǒng)中的設備表面均有放射性物質(zhì)的積累，形成局部的輻射員無法直接進行檢修。設備表面的這些放射性物質(zhì)主要來自一回路系化腐蝕產(chǎn)物的沉積[4]，這一腐蝕和沉積過程如圖 1.2 所示，主要表現(xiàn)或金屬腐蝕膜對放射性核素的吸附，以及放射性核素向基體材質(zhì)表層設備在檢修期間的輻射劑量貢獻主要來自于活化腐蝕產(chǎn)物的沉積源項核電站在運行期間會受到多種因素的腐蝕影響，尤其是應力腐蝕作用的一回路中主要材質(zhì)均為合金鋼和不銹鋼，如核燃料組件中的包殼材-4 合金，蒸汽發(fā)生器的換熱管材料為 Inconel 690（I-690TT）[6]。這

圖 1.2 一回路介質(zhì)對系統(tǒng)的腐蝕沉積作用核電廠中，工作人員的職業(yè)照射主要來自大修期間，而大修期間劑量貢獻%以上來自活化腐蝕產(chǎn)物沉積源項，這些來自主冷卻劑的活化腐蝕產(chǎn)物以及氧化物一起，沉積在電廠的系統(tǒng)、管道、泵等各種設備的內(nèi)壁，成為電廠正行和檢修期間工作人員的主要劑量來源。

圖 1.2 一回路介質(zhì)對系統(tǒng)的腐蝕沉積作用電廠中，工作人員的職業(yè)照射主要來自大修期間，而大修期間劑量上來自活化腐蝕產(chǎn)物沉積源項，這些來自主冷卻劑的活化腐蝕產(chǎn)物物一起，沉積在電廠的系統(tǒng)、管道、泵等各種設備的內(nèi)壁，成為電檢修期間工作人員的主要劑量來源。
【參考文獻】

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本文編號：2835317